Safety studies for Japanese demo design with AINA code

核融合原型炉(日本案)におけるAINAコードによる安全性解析

Rivas, J. C.*; 中村 誠; 染谷 洋二; 高瀬 治彦; 飛田 健次; de Blas, A.*; Dies, J.*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

Rivas, J. C.*; Nakamura, Makoto; Someya, Yoji; Takase, Haruhiko; Tobita, Kenji; de Blas, A.*; Dies, J.*; Fabbri, M.*; Riego, A.*

水冷却ペブルベッド型のブランケットを使用した核融合原型炉において、AINAコードを用いてプラズマー壁間の過渡応答解析を実施いた。AINAコードは従来国際熱核融合実験炉ITERで実績を積んできたが、今回新しい目標として原型炉への適用を開始した。最初の解析として、ex-vessel LOCAと過出力のケースについて実施したのでその結果を発表する。

Safety studies of plasma-wall transients have been performed with AINA code for the Japanese DEMO design (water cooled pebble bed). The AINA code has been adapted from its original mission of performing safety studies for ITER to this new mission. A breeding blanket model has been implemented in code. The configuration has been changed to implement the design parameters of DEMO reactor. First analyses performed show the behavior of the reactor during ex-vessel LOCA transients and during overpower events.